KE DAFTAR ISI ISSN 0216 - 3128
414
Syarip, dkk.
PEMODELAN DAN MODIFIKASI BEAMPORT REAKTOR KARTINI UNTUK FASILITAS PROMPT GAMMA-RAY NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS Syarip PTAPB BATAN Yogyakarta
Pujo Priyantono Fakultas Teknik Fisika UGM
ABSTRAK PEMODELAN
DAN MODlFlKASI
BEAMPORT
REAKTOR
KARTINI
UNTUK
FASIUTAS
PROMPT
GAMMA-RA Y NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS. Dalam rangka meningkatkan pemanfaatan pengoperasian reaktor reaktor KARTINI akan dikembangkanfasilitas analisis unsur dengan metode prompt gamma-ray neutron activation analysis (PGNAA), maka diperlukan penelitian sebagai studi awal untuk mengetahui kelayakannya. Penelitian bertujuan untuk menganalisis kelayakan beamport tembus radial (radial piercing beamport) dan beamport radial (radial beamport), reaktor KARTINI sebagai sumber neutron untuk fasi/itas PGNAA. Perhitungan fluks neutron dan paparan sinar gamma dilakukan dengan membuat simulasi menggunakan perangkat lunak Monte Car/o N-Particle (MCNP). Perhitungan dilakukan pada beamport reaktor KARTINI yang sudah dimodifikasi menggunakan kolimator timbal dan jilter dari timbal atau bismut. Hasil penelitian menunjukkan bahwa fluks neutron termal rata-rata yang dihasi/kan pada model modifikasi beamport radial dengan jilter timbal setebal 4 em dan jilter bismut setebal 5 em memiliki ni/ai yang sarna besarnya yaitu (4.91 ± 0.4799) x Iff' n.cm,2.s,l. Sedangkan fluks neutron termal rata-rata pada model modifikasi beamport radial ternbus denganjilter timbal setebal 3 em danJilter bismllt setebal 4 em masing-masing sebesar (2.16 ± 0.8313) x 106 n.Cm,2.s,1 dan (2.71 ± 0.6402) x 106 n.cm,2.s' I. Sedangkan paparan radiasi sinal' gamma pada keempat modifikasi berni/ai 0 mR/h. Dari hasi/ tersebut dapat disimpulkan bahwa reaktor KARTINllayak untuk digunakan dan dikembangkan sebagai fasi/itas PGNAA. Kata kunci:
Beamport, PGNAA, Kolimator, Reaktor KARTINI
ABSTRACT MODHUNG AND MODIFICATION OF KARTINI REACTOR /J/~/tMPORT FOR I'IWMI'T GAMMA-NA}, NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS FACILITY. To enhance the utilization of Kartiini reactor operations. an element analysis facility with prompt gamma neutron activation analysis (PGNAA) method will be developed at Kartini reactor, therefore, a preliminary feasibility study have to be done. This research objective is to analyze the feasibility of radial piercing beamport and radial beamport of Kartini reactor to be used as neutron source of PGNAA facility. The neutron and gamma-ray exposure calculations were done by making simulations using Monte Carlo N-Particle (MCNP). These calculations were done for Kartini reactor's beamport that has been modified using lead collimator and jiltered with lead or bismuth. This research shows that the average thermal neutron flux is same for both radial beam ports with lead jilter of 4 em and bismuth jilter of 5 em, which is 4.91 ± 0.4799 x 106 n.cm,2.s,l. The average thermal neutron fllL': for radial piercing beam port with leadjilter of 3 em and bismuthjilter of 4 em is 2.16 ± 0.8313 x 106 n.cm'2 ..~-1 and 2. 71 ± 0.6402 x Iff' n.cm·2.S·1 respectively. The gamma-ray exposure for all beam port modifications is 0 mR/h. Based on this result can be concluded that Kartini reactor is feasible to be used and to be developed further for PGNAA facility. Keyword:
Beamport, PGNAA, Collimator, Kartini reactor
PENDAHULUAN
r
Dompt Gamma-ray Activation (PGNAA) merupakanNeutron salah satu metode Analysis analisis aktivasi neutron untuk menentukan kandungan suatu unsur yang didasarkan pad a terjadinya sinar gamma serentak yang dihasilkan dari inti yang tereksitasi
setelah menyerap neutron. Oleh karena itu, lInsur yang tidak dapat ditentukan oleh analisis aktivasi neutron konvensional karena tidak diproduksinya nuklida radioaktif yang akan digunakan, seperti H, B, N, Si, dan Cd, dapat ditentukan dengan PGNAA. Belakangan ini, PGNAA sudah banyak dikaji lebih luas dengan intalasi tabung pengarah neutron hasil
Prosidlng PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
Syarip, dkk.
ISSN 0216-3128
rekayasa pada berbagai jenis reaktor. PGNAA menggunakan berkas neutron yang diteruskan dari reaktor menembus tabung pengarah yang memberikan keuntungan dapat diterapkan pada berbagai jenis dan ukuran sampel karena iradiasinya dilakukan di luar reactor (Nair, K. Sudarsan dkk, 2003). Oalam rangka pemanfaatan pengoperasian reaktor untuk meningkatkan pendayagunaan reaktor KARTINI akan dikembangkan fasilitas analisis unsur dengan metode prompt ga.mma-ray neutron activation analysis (PGNAA), maka diperlukan penelitian sebagai studi awal untuk mengetahui kelayakan reaktor KARTINI bila digunakan sebagai fasilitas PGNAA tersebut. Dalam penelitian ini dilakukan pemodelan pada saluran tembus radial (radial piercing beamport) dan saluran radial (radial beamport) pada reaktor Kartini dengan tujuan dapat diperoleh tluks neutron dan paparan radiasi sinar gamma yang layak untuk fasilitas PGNAA. Dari segi tluks neutron studi ini dititikberatkan untuk mcngctahui scbcrapa bcsar tlllks neutron yang bisa digllnakan dalam melakukan aktivasi neutron di luar teras reaktor KARTINI. Sedangkan penghitungan paparan radiasi sinar gamma dimaksudkan untuk mengetahui karakteristik sistem pencacahan yang dibutuhkan, serta untuk mencari paparan sinar gamma minimum agar perisai biologi tambahan y~ng diperlukan untuk keselamatan dapat diminimalkan. Penghitungan tluks neutron dan paparan sinar gamma dilakukan dengan membuat simulasi menggunakan perangkat lunak Monte Carlo N-Partic/e (MCNP). Diharapkan hasil dari penelitian ini akan memberikan beberapa manfaat antara lain, dapat memberikan iformasi tentang kelayakan reaktor KARTINI sebagai fasilitas PGNAA.
DASAR TEORI
4/5
Metode PGNAA secara ideal cocok untuk menentukan banyak unsur yang termasuk dalam unsur dengan nomor atom rendah seperti H, B, Si, P, S dan Ti. Unsur dengan nom or atom rendah ini sulit dideteksi atau sensitivitasnya kecil jika dideteksi dengan menggunakan analisis aktivasi neutron konvensional. Meskipun demikian, analisis aktivasi neutron konvensional baik untuk diterapkan pada unsur-unsur berat. Analisis sampel yang besar dengan berbagai geometri, menunjukkan kelebihan dari penerapan metode PGNAA pada berbagai jenis sampel seperti sampel biologi, sampel arkeologi dan sampel geologi. Salah satu kelemahan utama dari metode PGNAA adalah sensitivitasnya yang rendah karena rendahnya intensitas berkas neutron yang digunakan biasanya - 106_108 n/cm2/s. (Choi, et all, 2004). Neutron yang dihasilkan dari reaktor nuklir melalui beamport belum homogen dan menyebar, untuk mendapatkan berkas neutron yang dapat dipergunakan pad a prompt Ramma-ray neutron activation analysis, maka berkas neutron harus difokuskan atau disejajarkan agar neutron tepat mengenai sampel yang akan diiradiasi, untuk itu diperlukan alat yang disebut kolimator. Dinding kolimator dilapisi suatu material yang dapat mencegah masuknya neutron ke dalam sistem melalui dinding kolimator serta mengurangi sudut hamburan yang kecil dalam sistem. Material pelapis mempunyai tampang lintang hamburan neutron yang tinggi dan serapan terhadap neutronnya rendah. Bahan yang biasa digunakan sebagai penapis adalah boron, cadmium, dysprosium, europium, gadolinium, dan indium. Sebaran angular berkas neutron akan dibatasi oleh perbandingan LID yaitu perbandingan panjang dengan diameter lubang kolimator. Semakin tinggi perbandingan LID maka semakin sempit sebaran berkas neutron (narrow beamspread) sebuah kolimator.
Metode Monte Carlo
Prompt Gamma-ray Neutron Activation Analysis (PGNAA) merupakan suatu metode untuk menentukan konsentrasi unsur pada berbagai jenis sample yang didasarkan pada pengukuran karakteristik dan intensitas sinar gamma serentak yang dipancarkan akibat proses tangkapan neutron oleh unsur-unsur pada sample terse but. Energi sinar gamma yang khas untuk masing-masing unsur digunakan untuk menentukan jenis unsur yang terkandung di dalam sampel. Sedangkan kadar unsur di dalam sampel ditentukan dengan mengukur intensitas dari sinar gamma pada masing-masing energi, karena intensitas sinar gamma yang dipancarkan sebanding dengan kadar unsur pada sampel terse but.
Metode Monte Carlo merupakan teknik stokastik yang prinsipnya berdasarkan pad a penggunaan suatu bilangan acak atau random pada kebolehjadian statistik untuk menyelesaikan masalah. Secara sederhana, metode Monte Carlo terdiri atas pensimulasian sejumlah N riwayat partikel dengan menggunakan suatu bilangan acak (random number). Oalam setiap riwayat partikel, bilangan acak dibangkitkan untuk melakukan pengukuran-pengukuran berkaitan dengan sifat-sifat partikel seperti kemungkinan distribusi sudut-sudut hamburan, panjangjejak di antara tumbukan, dan lain-lain.
Proslding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
4/6
ISSN 0216 - 3128
3
5 /
~
............. ·I···~ 6
.•.•.:
...•
4
1 Gambar
I.
....................•. 7
Urutan Kejadian: 1. Hamburan neutron dan produksi foton 2. Fisi dengan produksi foton 3. Tangkapan neutron 4. Neutron keluar slab S. Hamburan foton 6. Foton keluar slab 7. Tangkapan foton
Daur hidup neutron dalam metode Monte Carlo (MCNP manual introduction halaman 17, 1997).
Gambar I menjelaskan daur hidup neutron pad a sebuah material berbentuk slab dalam proses fisi, angka antara 0 dan I dipilih seeara aeak untuk menentukan apa dan dimana interaksi terjadi, berdasarkan teori fisika dan probabilitas (transport data) yang mendasari proses ini dan jenis material yang digunakan. Tumbukan neutron terjadi pada kejadian I, selanjutnya neutron terhambur pada arah yang ditunjukkan diatas, yang dipilih seeara random dari distribusi hamburan yang mungkin terjadi. Foton juga dihasilkan dan seeara temporer datanya disimpan untuk analisis selanjutnya. Pada kejadian 2, terjadi fisi menghasilkan 2 neutron dan I foton. I neutron dan foton disimpan untuk analisis selanjutnya. Neutron hasil fisi pertama ditangkap pada kejadian 3 dan lenyap. Neutron disimpan/dieatat mendapat perlakuan kembali dalam random sampling selanjutnya keluar slab pada kejadian 4. foton hasil fisi mengalami tumbukan pad a kejadian 5 selanjutnya keluar slab (boeor) pada kejadian 6, roton yang dihasilkan rada tllmollkan I ditangknp pada kejadian 7.
Program MCNP Monte Carlo N-Partie/e (MCNP) merupakan sebuah kode transport yang berdasarkan pada metode Monte Carlo. MCNP dapat digunakan dalam beberapa mode transport seperti neutron, foton, elektron, gabungan foton-neutron, foton-neutronelektron, dan foton-elektron. Program ini digunakan dengan terlebih dahulu membuat suatu file masukan yang berisikan informasi mengenai geometri, bahan dan koefisien tampang lintangnya (atenuasi), sumber radiasi dan distribusinya, serta detektor. Satuan dasar yang digunakan dalam MCNP adalah panjang (em), energi (MeV), waktu (shake, 10.8 detik), temperature (MeV, kT), densitas atom (atomlbam-
Syarip, dkk.
and
em); densitas (glem\ tam pang lintang (barn, 10.24 em2), jumlah pemanasan (MeV/tumbukan), dan rasio berat atom berdasarkan pada massa neutron. Program MCNP dapat menirukan pengukuran sesungguhnya di laboratorium dengan standar deviasi pengukuran sehingga sesuai dengan pengukuran radiasi sesungguhnya yang mempunyai fenomena ketidakpastian karena sifat statistik radiasi. MCNP memiliki pustaka data atom dal1 nuklir yang lengkap. Sumber utama data nuklir ini diperoleh dari Evaluated Nue/ear Data Library (ENDL) dan Activation Library (ACTL). Tabel data nuklir tersebut tersedia untl,lk interaksi neutron, neutron-foton tereduksi, interaksi foton, dosimetri neutron atau aktivasi, dan hamburan partikel thermal S(a,fJ). Data-data inilah yang membuat MCNP sangat berdaya guna. (Briesmeister, J.F, 1997). MCNP juga menyediakan jenis-jenis distribusi kebolehjadian untuk variabel-variabel slll11bcr radiasi ini, dinnlaranya Waif, Maxwellial/. Spektra Gaussian, Isotropik, ataupun sllmber yang dipanearkan ke satu arah saja (Briesmeister, 1997). Hasil perhitungan MCNP disertai dengan perhitungan R, yang merupakan nilai perkiraan ralat relatif yang didefinisikan sebagai deviasi standar bagi nilai rata-rata. ·Dalam MCNP, kuantitas-kuantitas yang diperlukan untuk menentukan ralat ini dihitung setelah seluruh riwayat partikel selesai, yang dihitung berdasarkan kenyataan bahwa berbagai kontribusi pada perhitungan dari riwayat partikel yang sarna saling berhubungan. Untuk perhitungan yang baik, nilai R ini akan sebanding dengan N' 2, dengan N adalah jumlah partikel. Untuk mendapat R yang kecil, jumlah partikel harus dinaikkan. Partikelpartikel yang dapat disimulasikan hanya neutron, foton dan elektron.
Prosiding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
ISSN 0216-3128
Syarip, dkk.
TATA KERJA Peralatan
yang dibutuhkan
untuk
Dengan menggunakan konfigurasi teras pada Gambar 2 dilakukan simulasi perhitungan kritikalitas dan fluks neutron pada beamport radial dan beamport radial tembus. Selanjutn~'a data keluaran teras
melakukan
penelitian ini adalah perangkat komputer dengan mikroprosesor minimal frekuensi clock 100 MHz,
hasil simulasi ini menjadi input untuk perhitungan secara simulasi pad a model kolimator (Gambar 3 dan 4). P"da model ini kolimator diberi filter radiasi gamma yang terbuat dari Timbal atau dari Bismut. Oalam penelitian ini tebal filter akan divariasikan
memori minimal 16 Mbyte, sisa ruangan hard disk minimal 100 Mbyte. Perangkat lunak Monte Carlo MCNP versi 4C untuk mensimulasikan pengukuran tluks neutron dan sinar gamma setelah melewati beamport. Perangkat lunak kolimator di dalam Microsoft Office Xp dan Perangkat lunak Microsoft Excel.
Gambar 2. Konfigurasi
"'~.,
untuk mendapatkan tebal filter yang optimum. Tebal filter divariasikan mulai dari kolimator tanpa filter sampai dengan ketebalan filter 12 em.
teras reaktor
Kartini (Syarip dkk, 1996).
. t ••••••J.
•••
4/7
u
Gambar 3. Model modifikasi Beamport radial tembus. Prosiding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Jull 2006
418
ISSN 0216 - 3128
Gambar
Syarip, dkk.
4. Model modifikasi Beamport radial.
Penghitungan fluks neutron dan sinar gamma di port keluaran, dalam penelitian ini, dilakukan dengan mensimulasikan partikel-partikel tersebut dengan MCNP code. Dalam penghitungan ini dilakukan dua tahap. Pertama dilakukan perhitungan kritikalitas dengan tujuan untuk mendapatkan catatan jumlah partikel yang melalui suatu permukaan tertentu, kemudian pada penghitungan kedua simulasi dilanjutkan dengan menjadikan rekaman di permukaan tersebut sebagai sumber (neutron dan foton) baru. Hal ini dengan pertimbangan bahwa; pertama, kemungkinan kesalahan pembuatan input akan lebih kecil disbanding satu tahap perhitungan. Kedua, running time MCNP akan lebih pendek jika digunakan dua tahap p~rhitungan. Namun satu tahap per hitungan akan memiliki presisi hasil lebih tinggi sebab dalam perhitungan dua tahap akan dibutuhkan tally sumber (dianggap sebagai sumber berbentuk permukaan) di pintu masuk kolimator. Sedangkan tally sumber tersebut merupakan distribusi probabilistic. Dalam MCNP, hasil perhitungan yang terangkum dalam tally-tally dinormalisasi dengan bobot partikel sumber. Dengan demikian, karena penghitungan ini dilakukan pad a tingkat daya steady state, maka harus dilakukan normalisasi dengan NeutronMeV 10 152 1,0.10'1 5,0.10'1 2,5.10'8 menggunakan konversi sebagai berikut
3,121099 . 1010 . P. v neutron per detik sebagai sumber neutron. Nilai v neutron thermal untuk Um adalah 2,44 dengan demikian untuk Reaktor Kartini pad a tingkat daya 100 kW, faktor konversinya menjadi (Lamarsh, J.R., 1965).
Co'kWw )C sumber neutron )e,44 =7.615.1015 n/cm2/s
100 kW
lisl SU~ber)(
W.del1k liSi) 3,121099.10'"
Nilai di atas digunakan untuk menormalisasi tally-tally dalam input file dalam suatu card khusus (fin card). Selain perhitungan fluks neutron dan foton juga dilakukan perhitungan paparan biologisnya, untuk itu dilakukan konversi dari fluks neutron menjadi dosis biologis. Dalam hal ini penulis menggunakan data konversi yang terdapat dalam manual MCNP sebagai ditampilkan dalam Tabel 1 dan 2, yaitu didasarkan pad a data dari International Commision on Radiological Protection-ICRP. (Tsoulfanidis, N., 1983, Knoll, G.F., 1989). Tabel
1.
Energi
Konversi
fluks neutron
biologis. Faktor 1,47. 10-4 1,47. 10.4 1,43 .6,8 10,4 1,18 .Dosis 10-4 (rem/jam)/(n/cm2.s) 9,3 10,6 7,8 3,85 . 10'5 10'6 7,14 10'5 2,3 2,08 7,4 ..kualitas
watt MeV ) ( I joule/detik ) ( 1,62.10'13 I MeVjoule ) ( 180fisi 3,121099. 1010fisi/watt/detik Karenanya, untuk menghasilkan daya sebesar P watt dibutuhkan fisi sebanyak 3,121099 . 1010 fisi per detik. Ini akan menghasilkan neutron sebanyak Prosiding PPI • PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
II
ke dosis
ISSN 0216-3128
Syarip, dkk.
4/9
Tabel 2. Konversi nuks foton ke dosis biologis. 7,69. 10-6 Dosis 4,00 5,56 2,44 9,09 1,47 3,45 1,47 2,78 5,88 1,56 I, II 10'6 10'6 10,7 10,6 .10'6 10,6 10'7 9,09 5,56 .10,6 10,7 1,79. 3,03 4,76. 1,14. 2,56 1,20 1,20. I,ll ....Dosis 10,6 .10'6 10,7 7,69. 10'7 am/( roton/em 34258I 2.detik) MeV 10 Energi (rem/jam )/(foton/em2 .detik) 0,6 1,5 0,8 0,5 Energi rem/j ..
HASIL HASAN
ANALISIS
DAN
PEMBA-
Perhitungan besamya tluks neutron dan paparan radiasi gamma di]akukan pad a reaktor KARTINI yang beroperasi dengan daya tetap 100 kW kritis. Perhitungan dilakukan melalui dua tahap, tahap pertama dilakukan perhitungan kritikalitas dengan tujuan untuk mendapatkan jumlah partikel yang melalui pennukaan tertentu, kemudian pada perhitungan kedua simu]asi dilakukan dengan menjadikan rekaman di pennukaan tersebut sebagai sumber (neutron dan foton) baru. Hasil perhitungan untuk beberapa model adalah : Tabel
3. Fluks neutron dan paparan
Fluks Neutron Dan Paparan Gamma Pada Beamport Tanpa Kolimator Hasil perhitungan pad a beampor/ radial tembus dan beampor/ radial masing-masing tanpa kolimator, berturu-turut disajikan pada Tabel 3 dan Tabe] 4. Dari hasil perhitungan tersebut fluks neutron mengalami penurunan seiring bertambahnya jarak dari pusat reaktor. Hal ini terjadi karena neutron dan radiasi gamma teratenuasi oleh bahan yang dilewatinya baik itu berupa atenuasi o]eh udara maupun atenuasi oleh bahan dinding kolimator.
gamma beamport radial tembus tanpa kolimator.
(/)nn. (1.27 (2.70 (1.89 (7.08±±±± ±0.OI3I)E+09 0.0643)E+08 0.0442)E+08 0.0701)E+08 0.1019)E+07 (8.80 (6.70 (7.88 (1.28 (1.72 0.0093)E+09 0.0108)E+09 0.0334)E+08 0.0222)E+09 0.0]57)E+IO (3.76 0.01 74)E+09 (2.73 (3.77 (1.65 (9.18 (8.15 (1.17 (5.24 (7.70 (3.41 (5.21 (3.36 0.0406)E+08 0.0615)E+08 0.0765)E+07 0.0286)E+08 0.0626)E+08 0.0381 0.0484)E+08 0.0382)E+06 0.0479)E+05 0.0584)E+05 0.0736)E+05 )E+08 (2.34 (4.20 0.0 0.0409)E+08 170)E+09 (6.77 (2.02 (2.80 (1.44 (1.06± (1.16 (6.45 (3.84 (5.55 (2.06 (2.74 (1.58 (2.19 (1.50 (6.30 (9.30 (5.43 (2.17 (3.20 (1.03 0.009I)E+10 0.0220)E+09 0.0385)E+08 0.0108)E+IO 0.0062)E+ 0.0099)E+IO 0.0069)E+IO 0.0334)E+09 0.01 0.0084)E+07 0.0094)E+07 0.0087)E+] 0.0 0.0180)E+06 0.0236)E+06 145)E+06 39)E+ 3] 87)E+09 86)E+07 12)E+09 ]4)E+07 )E+09 10 I00 Paparan Gamma (2.] 9 ±± 0.0] 0.0524)E+08 Jarak (4.13 (3.68 (1.33 (1.98 0.0142)E+09 0.0240)E+09 0.0304)E+06 (n.em'2.s'l) (mR.h'l) (n.em' .S'I) (/)nr (/)n{
Prosiding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
420
ISSN 0216 - 3128
Syarip, dkk.
Tabel 4. Fluks neutron dan paparan gamma heamport radial tanpa kolimator. Jarak 55.5 65 70 80 95 115
140 170
205 245 295
352.5 Keterangan : Jarak adalah jarak dari (/Jn7h = Fluks neutron tPn"1' = Fluks neutron tPnf = Fluks neutron
pusat reaktor dengan arah radial termal epitermal cepat
Fluks neutron, hasil perhitungan pada beampor/ radial tern bus dan beampor/ radial bila dilukiskan dalam bentuk grafik maka akan terlihat seperti pada Gambar 5. Terlihat bahwa fluks neutron termal pad a beampor/ radial ternbus lebih kecil bila dibandingkan dengan fluks neutron termal pada beampor/ radial, sedangkan fluks neutron cepat dan fluks neutron epitermal pad a beamporl radial tembus lebih besar bila dibandingkan dengan fluks neutron epitermal dan fluks neutron cepat pada beampor/ radial. Hal ini disebabkan karena pad a beampor/ radial, fluks neutron dari teras dimoderasi terlebih dahulu oleh grafit yang menyelimuti teras (graftt reflektor). Sehingga sebagian besar fluks neutron yang keluar dari graftk reflektor berupa neutron termal. Sedangkan pada beampor/ radial tembus, karena beampor/nya men em bus graftt reflektor sampai kedalam teras, maka fluks neutron tidak termoderasi oleh graftt reflektor dan hasilnya fluks neutron pada beampor/ radial tembus sebagian besar masih berupa neutron cepat dan neutron epitermal. Adapun fluks neutron yang ada pada posisi sampel yaitu pada jarak 352.5 cm dari pusat teras, pada kedua beamport sudah mencukupi persyaratan sebagai fasilitas PGNAA. Akan tetapi besarnya paparan gamma yang ada sangat tinggi, sehingga tidak memungkinkan bila kondisi seperti ini digunakan sebagai fasilitas PGNAA, karena sangat berbahaya bagi pekerja radiasi. Selain itu, ketidaklayakan penggunaan beampor/ radial tembus ini
secara langsung sebagai fasilitas PGNAA juga ditunjang oleh rendahnya nilai perbandingan antara neutron termal dengan neutron epitermal dan neutron cepat. Nilai ini menunjukkan bahwa peranan neutron temal masih sangat kecil bila dibandingkan dengan neutron epitermal dan neutron cepa!. Sedarigkan pada beamporl radial, fluks neutron termal sudah eukup berperan. Sehingga ketidaklayakannya hanya disebabkan oleh besarnya radiasi gamma saja. Untuk mengatasi permasalahan besarnya radiasi gamma maka diperlukan filter yang dapat menyerap radiasi gamma, yaitu bahan yang memiliki koeftsien atenuasi gamma yang besar dengan koeftsien serapan neutron yang rendah. Selain itu juga perlu dibuat kolimator guna mengarahkan neutron pada posisi sampel.
Hasil Modifikasi Beamport Untuk memeeahkan persyaratan paparan radiasi gamma yang dihadapi pada beampor/ radial dan radial tembus dilakukan perancangan kolimator. Hal ini dimaksudkan agar berkas neutron yang keluar dari beamport radial dan radial tembus reaktor KARTINI menjadi terarah dan memiliki paparan radiasi gamma yang serendah-rendahnya. Kolimator ini dibuat dari tabung berdiameter 8 em yang terbuat dari timbal dengan tebal sekitar 3,5 em, seperti yang secara rinci dilukiskan pada Gambar 3 dan Gambar 4.
Prosidlng PPI • PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
ISSN 0216 - 3128
Syarip, dkk.
42/
1.00E+ II -....
Neutron
Termal
...•.... Neutron
-It- Netron Neutron
Radial
Radial
Total Beamport Termal
Radial
Beamport
Cepat Beamport
..•... Neutron -.-
1.00E+ I 0
Beamport
Epitermal
Beamport
Radial Radial Tembus
...•.... Neutron
Epitermal
Beamport
---
Neutron
Cepat Beamport
Radial Tembus
Radial Tembus
-+- Neutron
Total Beamport
Radial Tembus
1.00E+09 -
I.OOEI08
1.00E+07
1.00E+06 55.5
105.5
155.5
205.5
255.5
305.5
Jarak dari pusat reaktor (em)
Gambar
5. Fluks neutron pada beamport reaktor
Timbal dan bismut digunakan sebagai bahan untuk melakukan filtrasi terhadap radiasi neutron dan sekaligus sebagai pengatenuasi radiasi gamma. Pemilihan bahan ini dikarenakan timbal dan bismut memiliki koefisien atenuasi yang eukup besar dalam menyerap gamma. Selain itu, timbal dan bismut juga memiliki densitas yang tinggi, yaitu densitas timbal sebesar 11,34 gr /em3 dan bismut berdensitas 9,8 g /emJ, sehingga bismut dan timbal sangat efektif dalam menyerap radiasi gamma. Pada penelitian ini penggunaan timbal dan bismut sebagai filter dan attenuator, dilakukan seeara terpisah. Pad a tahap pertama dilakukan penelitian dengan menggunakan timbal sebagai filter dan attenuator dalam menentukan kelayakan beamport radial tembus sebagai fasilitas PGNAA. Sedangkan bismut digunakan pada penelitian tahap berikutnya. Hasil dari penelitian tahap pertama pada beamport radial tembus dapat dilihat pad a Tabel 5 dan seeara grafik dilukiskan pada Gambar 6. Terlihat bahwa fluks neutron seeara keseluruhan
Kartini tanpa kolimator.
mengalami penurunan seiring bertambahnya ketebalan bahan filter dan attenuator yang digunakan. Hal ini sesuai dengan teori yang ada, yaitu ketika berkas radiasi melewati suatu bahan atau material, maka berkas radiasi tersebut akan mengalami atenuasi karena terjadi interaksi antara berkas radiasi tersebut dengan bahan atau meterial yang dilewatinya. Radiasi gamma juga mengalami hal yang sama yang terjadi pada neutron. Paparan radiasi sinar gamma menurun dengan bertambahnya ketebalan filter yang diberikan. Bahkan terjadi penurunnan hingga ke nilai 0 mR/h yang terjadi pada saat ketebalan filter 3 em. Hal ini menunjukkan bahwa bahan timbal sangat efektif dalam melakukan penyerapan terhadap radiasi gamma. Dengan penggunaan bahan filter dan attenuator berupa timbal didapatkan kondisi terbaik bila digunakan sebagai fasilitas PGNAA pada ketebalan bahan filter sebesar 3 em dengan nilai fluks termalnya sebesar (2.16 ± 0.8313) x 106 n.em·2.s·1 dan paparan radiasi gamma 0 mR.h'l.
Prosiding PPI • PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
ISSN 0216 - 3128
422
Tabel5.
Syarip, dU.
Fluks neutron Beamport radial tembus dengan filter timbal.
(9.42 0.3589)E+06 (2.27 0.2584)E+07 (2.16 (4.99 (1.67 0.4369)E+06 0.4856)E+06 0.8313)E+06 0.8204)E+06 Paparan (2.11 (8.92 (7.41 (2.93 (I.53 (9.29 (6.28 (4.77 Gamma 0.4083)E+06 0.4473)E+06 0.7072)E+06 0.2867)E+07 0.3 0.4089)E+06 0.501O)E+06 0.5787)E+06 I66)E+07 (3.86 (7.68 ±± 0.2043)E+07 0.2666)E+04 (3.19 (3.19 ±±±(n.em-2.s-l) 1.0000)E+05 1.0000)E+05 (3.28 (2.98 (2.69 (1.50 (1.35 (1.44 (0.00 (3.97 (2.47 (3.25 (1.74 0.2355)E+07 0.3704)E+07 0.2235)E+07 0.2495)E+07 0.3480)E+07 1.0000)E+06 0.7088)E+06 O.OOOO)E+OO 0.3389)E+04 0.4350)E+04 1.0000)E+06 tPnep tPnf (n.em-2.s-l) (mRXI) Tebal (6.20 tPnTh (n.em-2.s-1) (em)
Keterangan : = Fluks neutron termal
_ 1.00E+08 ~ M ~e
--
-.-
---
- .. -
-.- ..
.s.
-
c e ;;.. c
- Ncutron Tcnml
-+- Ncutron
Eprtcnnal -Ncutron Ccpa! ••.••• Fh,ks TOlal
~ 1.00E+07 G:
---.. \
-----'"
1.00E+06
~
---
-
-
-----
-
,
!
--! i
I
i
1.00E+05 o
2
4
6
8
10
12
Tcbal filter (cm)
Gambar
6. Fluks neutron pada beamport radial tembus dengan filter timbal.
Pada tahap kedua, yang menggunakan bismut sebagai bahan filter dan attenuator sinar gamma didapatkan hasil serti yang terlihat pada Tabel 6 dan dilukiskan pada Gambar 7. Hasil dari penggunaan bismut sebagai bahan filter dan attenuator sinar gamma tidak jauh berbeda dengan penggunaan bahan timbal. Hanya saja pada saat bahan filter
diganti dengan bismut, penurunan paparan sinar gamma dan fluks neutron terjadi lebih lambat. Sehingga ketebalan bahan filter dan attenuator yang digunakan juga lebih besar. Hal ini disebabkan karena densitas bismut lebih rendah daripada timbal, sehingga meskipun koefisien atenuasi Iinearnya hampir sama, koefisien atenuasi persatuan massanya
Prosidlng PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
ISSN 0216-3128
Syarip, dkk.
lebih keeil, dengan demikian kemampuan serapan yang dimiliki juga akan lebih keci!. Berdasarkan hasil dari pereobaan yang pada Tabel 6 didapatkan kondisi terbaik
terlihat
423
untuk fasilitas PGNAA pada ketebalan bahan filter sebesar 3 em yaitu dengan nilai tluks termal sebesar (2.71 ± 0.6402) x 106 n.em-2.s-1 dan paparan radiasi gamma 0 mR.h-!.
Tabel 6. Fluks neutron Beamport radial tern bus dengan filter Bismut. (9042 0.3589)E+06 0.6402)E+06 (1.50 (2.54 (3.25 (9.27 0.2575)E+07 0.7088)E+06 Oo4089)E+06 (2.71 (1.05 (8.94 (1.67 (2.27 (6.20 (4.99 (1.05 ±±±(n.em-2.s-l) Oo4369)E+06 0.7596)E+06 Oo4369)E+06 Oo4856)E+06 0.7596)E+06 (3.86 (2.11 (7041 (1.74 (3.28 (1.81 (2.98 (3.82 (1.53 (4.75 (5.90 (1.08 (2.87 ± 0.3480)E+07 0.2043)E+07 0.2235)E+07 0.2867)E+07 0.3130)E+07 Oo4083)E+06 Oo4473)E+06 0.5787)E+06 0.2355)E+07 0.2584)E+07 0.3 0.3785)E+07 0.5001)E+06 O.OOOO)E+OO 0.3498)E+04 0.3993)E+04 0.5870)E+04 1.0000)E+06 166)E+07 (7.68 Paparan(0.00 Gamma 0.2666)E+04 tPnep tPnf (n.em-2.s-l) (mR.h-l) Tebal (6.20 tPnTh
(em)
Keterangan : = Fluks neutron termal
l1lh
.!!;
1.00E+08'
"'e
-
~
- Neutron Tcnml
-+- Neutron -+- N cutron
..::,
-....
Epitcnml Ccpat
Fluks Total
~
""
~
I.OOE+07
'-....
LOOE+06
-
----
"'------
~
__
I
1.00E+05
o
2
4
6
8
12
10
Tcbal
Gambar
7. Fluks neutron pada beamport radial tern bus dengan filter bismuth.
Prosiding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
filtcr(cm)
ISSN 0216 - 3128
424
Model modifikasi ini tidak berbeda dengan model modifikasi pada beamport radial ternbus, yang membedakan keduanya hanyalah letak dari kedua beamport pada reaktor Kartini. Beamport radial ternbus menembus hingga ke teras reaktor, sedangkan beamport radial hanya menembus dinding reaktor sampai di luar grafit reflektor. Sehingga keduanya memiliki kondisi fluks dan paparan radiasi gamma yang berbeda. Model modifikasi pada beamport radial juga dibuat dengan menggunakan filter dan attenuator berupa timbal dan bismut. Hal ini dilakukan dengan alasan yang sarna, yaitu karena timbal dan bismut memiliki koefisien atenuasi yang besar dibandingkan dengan bahanbahan yang lain sehingga penggunaan timbal dan bismut akan lebih efektif dalam menyerap radiasi gamma dibandingkan bila digunakan bahan yang lain, khususnya pada model modifikasi ini. Perhitungan pada model modifikasi ini juga dilakukan dalam dua tahap. Tahap pertama adalah Perhitungan fluks neutron dan paparan radiasi gamma pada model dengan bahan filter timbal. Sedangkan Perhitungan tahap kedua dilakukan pad a model modifikasi dengan bahan filter bismut. Hasil Perhitungan pada modei modifikasi dengan bahan filter timbal seeara grafis disajikan pad a Gambar 8. Oari hasil terse but terlihat bahwa terjadi penurunan fluks neutron seiring dengan bertambahnya ketebalan filter timbal yang digunakan. Fluks neutron epitermal dan fluks neutron eepat mengalami penurunan yang signifikan, bahkan habis ketika ketebalan filter 3 em untuk neutron epitermal dan 4 em untuk neutron eepat. Hal ini mungkin terjadi karena fluks neutron eepat yang berinteraksi dengan material di sekelilingnya, energinya tidak turun mcnuju kc cncrgi cpitcrmal tetapi malah menuju ke
Syarip, tlkk..
energi termal. Sehingga dengan bertambahnya ketebalan bahan filter neutron epitermal teratenuasi hingga habis dan tidak terdapat produksi neutron epitermal lagi. Begitu juga dengan neutron eepa!, dengan bertambahnya ketebalan filter semakin banyak pula neutron eepat yang berinteraksi dengan bahan filter dan pad a ketebalan filter 4 em neutron eepat terattenuasi seeara keseluruhan. Sehingga tluks neutron eepat pada posisi sampel menjadi O. Berdasarkan
Tabel
5
model
Hasil perhitungan tahap kedua, yaitu perhitungan pad a model modifikasi dengan bahan filter terbuat dari bismut memiliki pola yang sarna seperti halnya pada kasus modifikasi beamporl radial dengan bahan filter dari timbal, pad a model modifikasi beamport radial dengan bahan filter bismut fluks neutron dan paparan radiasi gamma mengalami penurunan seiring bertambahnya ketebalan bahan filter . Akan tetapi penurunan pada saat digunakan bismut sebagai filter tidak secepat ketika digunakan filter dari timbal. Neutron epitermal turun seeara drastis pad a saat ketebalan bismut 4 em. Besarnya fluks neutron epitermal turun hingga menuju nilai DOl. Penurunan menuju ke nilai nol juga diikuti oleh besaran yang lain yang dihitung pad a penelitian ini, yaitu paparan radiasi gamma dan fluks neutron eepat. Fluks neutron cepat dan paparan radiasi gamma turun hingga mencapai ke titik nol pada saat ketebalan bismut 5 em.
-;- 1.6OE' 07
-
~~ ~ 1.40E.07 "" "
-NewonTennal
-+- Neutron
Eptermal
-llt-NeutronCepat
-r- Ne""'n
Total
:: 1.20E+07
..•
"
;;: I.00E+07
8.00E+06
6.00E+06
4.00E+06
2.00E+06
O.OOE+OO
10
o
12 Teb.) filler (em
Gambar
modifikasi
beamport radial dengan menggunakan bahan filter dari timbal didapatkan pada saat ketebalan timbal sebesar 3 em dimana fluks neutron termalnya sebesar (4.91 ± 0.4799) x 106 n.em-2.s-t dengan paparan radiasi gamma 0 mR/h.
8. Fluks neutron pada beamport radial dengan filter timbal. Prosldlng PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Jull 2006
ISSN 0216-3128
Syarip, dkk.
Komparasi Dengan Fasi/itas PGNAA Yang Sudah Ada Berdasarkan pada sistem-sistem PGNAA yang sudah ada dianggap layak untuk digunakan sebagai fasilitas PGNAA bila memiliki tluks neutron termal lebih besar atau sama dengan 2 x 106 n.em' 2.S,1 dan memiliki paparan radiasi sinar gamma pada tempat sam pel kurang dari atau sarna dengan 200 mR/h,l. Fluks neutron termal pada beamport reaktor KARTINI hasH modifikasi ditunjukkan pad a Gambar 8. Kondisi terbaik penggunaan timbal sebagai bahan filter, pada beamport radial tembus didapatkan ketika ketebalan filter 3 em dengan tluks neutron termal (2.16 ± 0.8313) x 106 n.em'2.s'l• Sedangkan pad a beamport radial, kondisi terbaik didapatkan ketika filter yang digunakan setebal 4 em dengan besar tluks neutron termalnya sebesar (4.91 ± 0.4799) x 106 n.em·2.s'l• Perbedaan ketebalan ini disebabkan karena pad a ketebalan 3 em, pad a heal11port radial terjadi proses tangkapan neutron epitermal oleh bahan seeara besar-besaran. Sehingga ketika ketebalan filter 3 em pad a beamport radial tembus paparan radiasi sinar gamma sudah meneapai titik nol, pada beamport radial paparan radiasi gammanya masih sangat tinggi yaitu sebesar (3.21 ± .00) x 106 mR/h. J
Kondisi terbaik pada beamport radial tembus didapatkan ketika filter bismut yang digunakan setebal 4 em dengan fluks neutron termal sebesar (2.71 ± 0.6402) x 106 n.em,2.s,l. Sedangkan pada beamport radial kondisi terbaik didapatkan ketika
425
ketebalan filter bismut yang dipaki setebal 5 em dengan fluks neutron termal sebesar (4.91 ± 0.4799) x 106 n.em,2.s·'. Hal ini juga disebabkan oleh penyebab yang serupa yang terjadi pada saat digunakan filter timbal, yaitu ketika ketebalan filter 4 em, pada beamport radial terjadi proses tangkapan neutron epitermal seeara besar-besaran yang menghasilkan radiasi sinar gamma dalam paparan yang besar pula. Sehingga ketika paparan radiasi gamma pada beamport radial tembus sudah meneapai titik nol, pada beamport radial masih terdapat kontaminan radiasi gamma yang tinggi yaitu sebesar (3.21 ± 1.0000)E+03 mR/h. Paparan radiasi gamma pada posisi sampel pada berbagai variasi tebal filter dapat dilihat pada Gambar 9. Terlihat bahwa paparan radiasi gamma pada beamport radial jauh lebih rendah bila dibandingkan dengan paparan radiasi gamma pada beamport radial tembus. Hal ini terjadi karena radiasi gamma yang dihasilkan didalam teras mengalami atenuasi oleh reflektor, kemudian diteruskan ke beampor/ radial. Pad a beamport radial tembus, radiasi gammanya langsung berasal dari teras dan hanya teratenuasi oleh udara. Terbukti dengan sesudah dipasangnya filter dari timbal setebal 3 em pada beamport radial tembus dan 4 em pada beamport radial atau bismut setebal 4 em pada beamport radial tembus dan 5 em pada beamport radial, paparan radiasi gamma pada beamport radial dan beamport radial menjadi nol. Hal ini menunjukkan bahwa pemilihan bismut dan timbal sebagai filter adalah sangat efektif.
IJOE>j)1
••••• BcarflJOrtRadel de~n
filtertinbal
1.10[+(17
-+- BeafI'!AJrtRadel Tentus
9.00E+06
de~n
••.••• BcarflJOrtRadelTentus de~n
f!kertirrbal liter bi;nu
7.00E~
3.00E+06
I.OOE4{)6
10 ·I.OOE+%
~._¥ ..••
~._._---,-".-.-
.. _-_.'~----"---'----"'--"---'-_._'------
-".-.-.--".--
Trplfiltu(c_)
Gambar
8. Fluks neutron termal pada beamport reaktor
Prosiding PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 Juli 2006
KARTINI.
ISSN 0216 - 3128
426
900E.j.(I4 _-----------
Syarip, dkk.
~__ ~~_
•••
BealTl'ort Radial dcngan fihcr limbal
-+- BealTl'ort
Radial dcngan fiher bismut
---
BcalTl'ort Radial Temb", dengan fiher limbal
•••••
BCalTl'M Radial Tcmb", dcngan fiher bismut
10 ·1,I)OE+04
Gambar
9. Papa ran radiasi gamma pada beamport reaktor
KESIMPULAN Berkas neutron yang keluar dari beamport reaktor KARTINI dikolimasi dengan menggunakan bahan kolimator yang berbentuk tabung yang terbuat dari timbal. Di dalam tabung timbal dipasang filter yang terbuat dari timbal atau bismut sebagai penapis neutron dan mengatenuasi sinar gamma. Efektifitas penyerapan gamma ditunjukkan dengan hasil laju paparan gamma yang rendah pad a keempat model modifikasi beamport. Fluks neutron termal rata-rata yang dihasilkan pada model modifikasi beamport radial dengan filter timbal setebal 4 em dan filter bismut setebal 5 em memiliki nilai yang sarna besarnya yaitu (4.91 ± 0.4799) x 106 n.em,2.s" dengan besar dan paparan gamma yang berbeda yaitu masing-masing 198 mR/h dan 53 mR/h. Fluks neutron termal rata-rata dan laju papa ran gamma pada model modifikasi beamport radial ternbus dengan filter timbal setebal 3 em masing-masing sebesar (2.16 ± 0.8313) x 106 n.em-2.s-1 dan 173 mR/h, dan filter bismut setebal 4 em masing-masing sebesar (2.71 ± 0.6402) x 106 n.em-2.s-) dan 167 mR/h. Dengan demikian hasil dari penelitian ini menunjukkan bahwa beamport reaktor KARTINI layak digunakan sebagai fasilitas prompt gamma-ray neutron activation analysis dengan kondisi terbaik pada model modifikasi beamport radial dengan filter bismuth setebal 5 em.
DAFTARPUSTAKA
KARTINJ.
A. G. C. NAIR, K. SUDARSHAN, N. RAJE, A.V. R. REDDY, S.B. MANOHAR, and, A. GOSW AMI, Analysis of A//oys by Prompt Gamma ray Neutron Activation, Analytical Chemistry Division Bhabha Atomic Research Centre Trombay, Mumbai, 2003. BRIESMEISTER, J.F., MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Tansport Code 48, Los Alamos National Laboratory, LA-7396-M, 1997. CHOI, H.D., R.B. FIRESTONE, R.M. LINDSTROM, G.L. MOLNAR, S.F. MUGHABGHAB, R. PA VIOTTI-CORCUERA, ZS. REVAY, A.TRKOV, V. ZERKIN, C.M. ZHOU, Database of Prompt Gamma Rays from Slow Neutron Capture for Elemental Analysis, IAEA, Vienna, 2004. KNOLL, G.F., Radiation Detection And Measurement, 2nd Edition, John Wiley & Sons, Inc., New York, 1989. LAMARSH, J.R., Introduction To Nuclear Reactor Theory, Addison-Wesley Publishing Company, New York, 1965. SY ARIP dkk., Laporan Ana/isis Keselamatan Reaktor KART/N/, Revisi 3, Pusat Penelitian Nuklir Yogyakarta - Badan Tenaga Atom Nasional , Yogyakarta, 1996. TSOULFANIDIS, N., Measurement And Detection of Radiation, Hemisphere Publishing Corporation, New York, 1983.
Prosldlng PPI - PDIPTN 2006 Pustek Akselerator dan Proses Bahan - BATAN Yogyakarta, 10 JuJi 2006
KE DAFTAR ISI
